壓水堆核電站的一迴路設備
1. 壓水堆核電站和沸水堆核電站的具體區別
沸水堆與壓水堆共同點
沸水堆和壓水堆都是屬於輕水堆，兩者都使用低濃鈾燃料，採用輕水作為冷卻劑和慢化劑，沸水堆系統比壓水堆簡單，特別是省去了蒸汽發生器；燃料都是以組件的形式在堆芯排布，組件由柵格排布的燃料柵元組成，燃料柵元由燃料芯塊、包殼構成；燃料放置於壓力容器當中，外面有安全殼，具備包殼、壓力邊界、安全殼三重防泄露屏障；沸水堆和壓水堆的發電部分功能也都一樣。
沸水堆與壓水堆的主要區別
沸水堆採用一個迴路，壓水堆有兩個迴路；沸水堆由於堆芯頂部要安裝汽水分離器等設備，故控制棒需從堆芯底部向上插入，控制棒為十字形控制棒，壓水堆為棒束型控制棒，從堆芯頂部進入堆芯；沸水堆具有較低的運行壓力（約為70個大氣壓），冷卻水在堆內以汽液形式存在，壓水堆一迴路壓力通常達150個大氣壓，冷卻水不產生沸騰。
壓水堆相對沸水堆的優勢
沸水堆控制棒從堆芯底部引入，因此發生「在某些事故時控制棒應插入堆芯而因機構故障未能插入」的可能性比壓水堆大，即在停堆過程中一旦喪失動力，就會停在中間某處，最終可能導致臨界事故發生；而壓水堆的控制棒組件安裝在堆芯上部，如果出現機械或者電氣故障，控制棒可以依靠重力落下，一插到底，阻斷鏈式反應。另外，對於控制棒向上引入的反應堆，其堆芯上部的功率高於底部，當反應堆喪失冷卻後，會導致產生熱量大的地方帶走熱量少，上部的燃料發生熔毀的概率增加。
沸水堆遇緊急情況停堆，冷卻動力喪失時，燃料溫度增加，冷卻水逐漸氣化，迴路壓力增加，必須進行釋壓處理，則會導致帶有放射性的氣體進入大氣，同時還需要起用備用電源進行主動地注水冷卻；壓水堆冷卻動力喪失時，可以用應急水泵對蒸汽發生器進行噴淋，並調節穩壓器壓力，保證一迴路不出現局部沸騰，依靠一二迴路的溫差實現自然循環，讓堆芯慢慢退熱。新的三代壓水堆在設計上擁有非能動性或稱自主能動性安全冷卻體系，擁有類似水塔性質的蓄水，至於安全殼上層，可以依靠重力完成注入冷卻水實現冷卻；另外堆芯有排氣管道開放外界，壓力可以得到控制。而福島為被動能動型冷卻體系，所以堆芯溫度在停堆後要依靠柴油發電機發電啟動，在柴油發電機無法啟動的情況下，導致溫度失控。
水堆與壓水堆不同之處在於沸水堆沒有蒸汽發生器，一迴路水通過堆芯加熱變成約285℃的蒸汽並直接引入汽輪機，因此常規島布置有一迴路的冷卻劑管道，管道失效可能引起冷卻劑泄漏。壓水堆的一迴路和蒸汽系統通過蒸汽發生器分隔開，而且蒸汽發生器安置在安全殼內，只要蒸汽發生器完整，放射性物質不會釋放到環境中，即使蒸汽發生器故障破損，利用安全殼貫穿件關閉，放射性物質也不會釋放到環境中。
沸水堆壓力遠低於壓水堆壓力，因此在系統設備、管道、泵、閥門等的耐高壓方面的要求低於壓水堆。壓水堆由於壓力高，且多了蒸汽發生器、穩壓器等設備，技術性能要求及造價都要高許多。但正是由於壓水堆一、二迴路將放射性冷卻劑分開，因此安全性高於沸水堆。
2. 核電站的工作原理和結構
核電站是一種高能量、少耗料的電站。以一座發電量為100萬千瓦的電站為例，如果燒煤，每天需耗煤 7000~8000噸左右，一年要消耗200多萬噸。若改用核電站，每年只消耗1.5噸裂變鈾或鈈，一次換料可以滿功率連續運行一年。可以大大減少電站燃料的運輸和儲存問題。此外，核燃料在反應堆內燃燒過程中，同時還能產生出新的核燃料。核電站基建投資高，但燃料費用較低，發電成本也較低，並可減少污染。
簡單地說，就是核燃料裂變過程釋放出來的能量，經過反應堆內循環的冷卻劑，把能量帶出並傳輸到鍋爐產生蒸汽用以驅動渦輪機並帶動發電機發電。
核反應堆發生核反應產生熱能--->熱能給水加熱產生高壓蒸氣--->高壓蒸氣通過管道推動氣輪機轉動--->氣輪機轉動帶動發電機轉動發電。
核電站是實現核裂變能轉變為電能的裝置。它與火電站最主要的不同是蒸汽供應系統。核電站利用核能產生蒸汽的系統稱為「核蒸汽供應系統」，這個系統通過核燃料的核裂變能加熱外迴路的水來產生蒸汽。從原理上講，核電站實現了核能－熱能－電能的能量轉換。從設備方面講，核電站的反應堆和蒸汽發生器起到了相當於火電站的化石燃料和鍋爐的作用。 核電站中的能量轉換藉助於三個迴路來實現。反應堆冷卻劑在主泵的驅動下進入反應堆，流經堆芯後從反應堆容器的出口管流出，進入蒸汽發生器，然後回到主泵，這就是反應堆冷卻劑的循環流程（亦稱一迴路流程）。在循環流動過程中，反應堆冷卻劑從堆芯帶走核反應產生的熱量，並且在蒸汽發生器中，在實體隔離的條件下將熱量傳遞給二迴路的水。二迴路水被加熱，生成蒸汽，蒸汽再去驅動汽輪機，帶動與汽輪機同軸的發電機發電。
3. 下面哪個設備不在壓水堆核電廠一迴路上.a.主泵 b.汽輪機 c.穩壓器
汽輪機不在壓水堆核電廠一迴路上。
一迴路主冷卻劑系統可分為：反應堆壓力殼、蒸汽發生器、主泵、穩壓器。主要用來保證反應堆和一迴路系統的正常運行。壓水堆核電廠一迴路輔助系統按其功能劃分，有保證正常運行的系統和廢物處理系統，部分系統同時作為專設安全設施系統的支持系統。
專設安全設施為一些重大的事故提供必要的應急冷卻措施，並防止放射性物質的擴散。
(3)壓水堆核電站的一迴路設備擴展閱讀
壓水堆核電站的一迴路系統與二迴路系統完全隔開，它是一個密閉的循環系統。該核電站的原理流程為：主泵將高壓冷卻劑送入反應堆，一般冷卻劑保持在120～160個大氣壓。在高壓情況下，冷卻劑的溫度即使300℃多也不會汽化。
冷卻劑把核燃料放出的熱能帶出反應堆，並進入蒸汽發生器，通過數以千計的傳熱管，把熱量傳給管外的二迴路水，使水沸騰產生蒸汽；冷卻劑流經蒸汽發生器後，再由主泵送入反應堆，這樣來回循環，不斷地把反應堆中的熱量帶出並轉換產生蒸汽。
從蒸汽發生器出來的高溫高壓蒸汽，推動汽輪發電機組發電。做過功的廢汽在冷凝器中凝結成水，再由凝結給水泵送入加熱器，重新加熱後送回蒸汽發生器。這就是二迴路循環系統。冷凝器中用三迴路循環泵抽來的江河水作冷卻劑，冷卻後又排回到江河中，組成第三迴路循環。
4. 壓水堆核電站有哪幾道安全屏障
以壓水堆為熱源的核電站.它主要由核島和常規島組成.壓水堆核電站核島中的四大部件是蒸汽發生器、穩壓器、主泵和堆芯.在核島中的系統設備主要有壓水堆本體,一迴路系統,以及為支持一迴路系統正常運行和保證反應堆安全而設置的輔助系統.常規島主要包括汽輪機組及二回等系統,其形式與常規火電廠類似.
上世紀八十年代設計和建造的壓水堆核電站吸取了前蘇聯切爾諾貝利和美國三里島事故的經驗教訓,在核燃料和環境外部空氣之間共設置了四道屏障.
第一道屏障：
燃料芯塊.放在氧化鈾陶瓷芯塊中,使絕大部分裂變產物和氣體產物保存在芯塊內.
第二道屏障：
燃料包殼.燃料芯塊密封在鋯合金製造的包殼中,構成核燃料芯棒,鋯合金具有足夠的強度且在正常運行溫度下不與水發生反應.
第三道屏障：
壓力容器和管道構成反應堆冷卻劑系統.將核燃料芯棒封閉在厚度20cm以上的鋼質耐高壓系統中,避免放射性物質泄漏到反應堆廠房內.
第四道屏障：
反應堆安全殼.用預應力鋼筋混凝土構築而成,壁厚近100cm,內表面加有鋼襯,抗禦來自內部或外界的飛出物,防止放射性物質進入環境.
同時,核電廠還配置了外設安全系統,包括：隔離系統.
用來將反應堆廠房隔離開來,主要有自動關閉穿過廠房的各條運行管道的閥門,收集廠房內泄漏物質,將其過濾後再排出廠外.
注水系統.
在反應堆可能失水時,向堆芯注水,以冷卻燃料組件,避免包殼破裂,注入水中含有硼,用以制止核鏈式反應.注水系統使用壓力氮氣,在無電源和無人操作情況下可自動注水.
安全殼通風和噴淋系統.
用來冷卻廠房以降低廠房的壓力.在廠房壓力上升時先啟動空氣冷卻(風機換熱器)的事故冷卻器;再進一步,可以啟動廠房噴淋系統,將冷水或含硼水噴入廠房,以降熱和降壓.
以上所有安全保護系統均採用獨立設備和冗餘布置,均備有事故電源,安全系統可以抗地震和在有蒸汽及放射性物質的惡劣環境中運行.
5. 壓水堆核電站的核島部分
有幾個大件，反應堆、一迴路管道、穩壓器、蒸汽發生器、還有一些安注相關的設內備等待容，我以上說的是所有壓水堆都有的，具體的話，AP1000，EPR,M310等等，會因為堆型不一樣而有所區別。
希望我的回答對你有所幫助哦~
6. 壓水堆是目前全世界核電站普遍採用的堆型，具體介紹一下壓水堆核電廠
壓水堆最初是美國為核潛艇設計的一種熱堆堆型，用輕水作慢化劑和冷卻劑。四十多年來，這種堆型得到了很大的發展，經過一系列的重大改進，已經成為技術上最成熟的一種堆型。當前，壓水堆核電廠在核能領域中佔有獨特的統治地位，而且這種狀況可能還要維持幾十年。圖1-3給出了壓水堆核電廠示意圖。
壓水堆核電廠用的輕水有一個明顯的缺點，就是沸點低。要使熱力系統有較高的熱能轉換效率，根據熱力學原理，核反應堆應有高的堆芯出口溫度參數。而要獲得高的溫度參數，就必須增加冷卻劑的系統壓力使其處於液相狀態。所以壓水堆是一種使冷卻劑處於高壓狀態的輕水堆。
壓水堆核電廠的主要特點如下：
第一，結構緊湊，堆芯的功率密度大。因此，在體積相同的情況下，熱堆中壓水堆的功率最大。
第二，基於上述特點，再加上輕水的價格便宜，導致壓水堆的基建費用低和建設周期短。
第三，必須採用有一定富集度的核燃料。
第四，反應堆堆芯置於承壓的壓力容器內，高壓導致壓力容器的製作難度和製作費用的提高。
第五，熱效率低。
反應堆冷卻劑系統由反應堆和若干並聯的傳熱環路組成，每條環路包括一台蒸汽發生器、有關的反應堆冷卻劑泵（以下簡稱「主泵」）、管路和閥門以及控制和保護用的儀表。此外，反應堆冷卻劑系統中還包括一台穩壓器、一個穩壓器卸壓箱和若干貫穿件。
冷卻劑流經的迴路稱為一迴路（詳見圖1-3深紅色部分）。一迴路包含的關鍵設備有壓力容器、蒸汽發生器、主泵、穩壓器以及有關閥門等，全部安置在安全殼內（詳見圖1-3淺藍色部分）。高強度的壓力容器、一迴路管道、蒸汽發生器一次側和閥門等構成了一迴路壓力邊界。
冷卻劑在壓力容器內經過反應堆堆芯，將裂變產生的能量帶出壓力容器，送入蒸汽發生器，使蒸汽發生器中二迴路（詳見圖1-3黃色和深藍色部分）的水變成蒸汽。蒸汽再進入汽輪發電機的汽缸做功。冷卻劑從蒸汽發生器的管內流過後，經過主泵又回到堆芯。
壓水堆核電廠冷卻劑的入口溫度一般在290℃左右，出口溫度330℃左右，堆內壓力15.5兆帕。以大亞灣核電廠為例，一台電功率984兆瓦的壓水堆核電機組，其壓力容器內徑為3.99米，壁厚0.2米，重330噸，高13米以上。
主泵的功用是確保冷卻劑在一迴路中的循環，以保證鏈式裂變反應產生的熱量被及時載帶出來。
穩壓器又稱壓力平衡器，是用來控制反應堆系統壓力變化的設備。在正常運行時，起保持壓力的作用；在發生事故時，提供超壓保護。穩壓器里設有加熱器和噴淋系統，當反應堆內壓力過高時，噴灑冷水降壓；當堆內壓力太低時，加熱器自動加熱使水蒸發以增加壓力。
蒸汽發生器內有很多傳熱管，一迴路和二迴路通過蒸汽發生器傳遞熱量。一迴路的水流過蒸汽發生器傳熱管內時，將攜帶的熱量傳輸給傳熱管外流動的二迴路的水，從而使二迴路的水變成280℃左右、6～7兆帕的高溫蒸汽。也就是說，在蒸汽發生器里，一迴路與二迴路的水在互不交混的情況下，通過管壁發生了熱交換。蒸汽發生器是分隔一迴路和二迴路的關鍵設備。近代壓水堆核電廠中，帶汽水分離器的飽和蒸汽發生器應用較廣。一台百萬千瓦級的三環路壓水堆核電機組，擁有3台蒸汽發生器，每台蒸汽發生器總高度為19～22米，總重量可達300～400噸，生產的蒸汽可供發出260～340兆瓦的電功率。
安全殼用來控制和限制放射性物質從反應堆擴散出去，以保護公眾免遭放射性物質的傷害。萬一發生反應堆一迴路水外逸的失水事故，安全殼是防止裂變產物釋放到環境的最後一道屏障。安全殼一般是內襯鋼板的預應力混凝土厚壁容器，其內徑達40米，內高達60～70米。安全殼內的核反應堆及與反應堆有關的各個系統統稱為核島。
汽輪發電機組及其配套設施和它們所在的廠房統稱為常規島。核電廠用的汽輪發電機在構造上與常規火電廠用的大同小異，所不同的是採用飽和蒸汽做功，蒸汽壓力和溫度都較低，所以同等功率機組的汽輪機體積比常規火電廠的大。冷凝器是二迴路和三迴路之間的熱交換器。冷卻冷凝器的水在三迴路中流動（詳見圖1-3綠色部分）。三迴路是一個開式迴路，可將汽輪機排出的難以利用的低品質熱量帶入最終熱阱——江、河、湖、海或大氣。三迴路的用水量較火電廠冷卻水用量大，以大亞灣核電廠為例，一台電功率984兆瓦的壓水堆核電機組，三迴路每小時需要超過40萬噸冷卻水。
7. 壓水堆核電站的工作原理是什麼
壓水堆核電站
壓水堆核電站的一迴路系統與二迴路系統完全隔開，它是一個密閉的循環系統。該核電站的原理流程為：主泵將高壓冷卻劑送入反應堆，一般冷卻劑保持在120～160個大氣壓。在高壓情況下，冷卻劑的溫度即使300℃多也不會汽化。冷卻劑把核燃料放出的熱能帶出反應堆，並進入蒸汽發生器，通過數以千計的傳熱管，把熱量傳給管外的二迴路水，使水沸騰產生蒸汽；冷卻劑流經蒸汽發生器後，再由主泵送入反應堆，這樣來回循環，不斷地把反應堆中的熱量帶出並轉換產生蒸汽。從蒸汽發生器出來的高溫高壓蒸汽，推動汽輪發電機組發電。做過功的廢汽在冷凝器中凝結成水，再由凝結給水泵送入加熱器，重新加熱後送回蒸汽發生器。這就是二迴路循環系統。
壓水堆由壓力容器和堆芯兩部分組成。壓力容器是一個密封的、又厚又重的、高達數十米的圓筒形大鋼殼，所用的鋼材耐高溫高壓、耐腐蝕，用來推動汽輪機轉動的高溫高壓蒸汽就在這里產生的。在容器的頂部設置有控制棒驅動機構，用以驅動控制棒在堆芯內上下移動。
堆芯是反應堆的心臟，裝在壓力容器中間。它是燃料組件構成的。正如鍋爐燒的煤塊一樣，燃料芯塊是核電站「原子鍋爐」燃燒的基本單元。這種芯塊是由二氧化鈾燒結而成的，含有2～4%的鈾－235，呈小圓柱形，直徑為9.3毫米。把這種芯塊裝在兩端密封的鋯合金包殼管中，成為一根長約4米、直徑約10毫米的燃料元件棒。把
200多根燃料棒按正方形排列，用定位格架固定，組成燃料組件。每個堆芯一般由121個到193個組件組成。這樣，一座壓水堆所需燃料棒幾萬根，二氧化鈾芯塊1千多萬塊堆芯。此外，這種反應堆的堆芯還有控制棒和含硼的冷卻水（冷卻劑）。控制棒用銀銦鎘材料製成，外面套有不銹鋼包殼，可以吸收反應堆中的中子，它的粗細與燃料棒差不多。把多根控制棒組成棒束型，用來控制反應堆核反應的快慢。如果反應堆發生故障，立即把足夠多的控制棒插入堆芯，在很短時間內反應堆就會停止工作，這就保證了反應堆運行的安全。
以下內容來自：《教學參考資料》初中物理第二冊
壓水堆是目前比較廣泛採用的核反應堆。其特徵是水在堆芯內不沸騰，因此水必須保持在高壓狀態。圖9－10是壓水堆核電站的流程示意圖。燃料用的是二氧化鈾陶瓷塊，這樣的鈾芯塊本身就起防止放射性物質外逸的作用，即構成了第一道安全屏障。把這些小的鈾塊重疊在高3米，外徑9．5毫米，厚0．57毫米的鋯合金管內封閉，即成為燃料元件棒，即鈾棒。鋯合金管也能防止放射性物質逸出，故構成第二道安全屏障。每200多根鈾棒，排列成橫17排，縱17排的燃料元件。如果堆內有100多個這樣的燃料元件，即可成為90萬千瓦的壓水堆核電站。整個堆芯放在內徑為4米，高為13米，厚為0．2米的壓力殼內。殼內壓強為155個大氣壓。可把水加熱到330℃以上。溫度升高了的水進入蒸汽發生器內，器內有很多細管，細管中的水接收熱量變成蒸汽進入蒸汽輪機發電。
8. 核電科普：壓水堆核電站有哪幾道安全屏障
燃料用的是二氧化鈾陶瓷塊，這樣的鈾芯塊本身就起防止放射性物質外逸的作版用，即構成權了第一道安全屏障；
把這些小的鈾塊重疊在高3米，外徑9.5毫米，厚0.57毫米的鋯合金管內封閉，即成為燃料元件棒，即鈾棒。鋯合金管也能防止放射性物質逸出，故構成第二道安全屏障；
從反應堆出來的水在蒸汽發生器中溫度降低後，經一迴路的循環泵驅動，又回到壓力殼的堆芯繼續加熱，完成第一迴路的循環。一迴路和壓力殼組成第三道安全屏障。
(8)壓水堆核電站的一迴路設備擴展閱讀
目前全世界大約有440座核電機組在運行，其中占絕大多數(約92%)的是輕水堆(LWR)，其餘為重水堆(PHWR)以及先進氣冷堆(AGR)等。輕水堆主要是壓水堆(PWR)和沸水堆(BWR)兩種類型，其中大約75%為壓水堆，我國投入運行並將建造的絕大多數核電站都是壓水堆型的。
壓水堆核電站使用輕水作為冷卻劑和慢化劑。主要由核蒸汽供應系統、汽輪發電機系統（即二迴路系統）及其他輔助系統組成。冷卻劑在堆芯吸收核燃料裂變釋放的熱能後，通過蒸汽發生器再把熱量傳遞給二迴路產生蒸汽，然後進入汽輪機做功，帶動發電機發電。
9. 為什麼壓水堆核電站一迴路不用水蒸氣呢
水在反應堆中是抄冷卻劑和慢化劑，而水蒸汽不能達到這種作用。
（1）核燃料產熱很大，表面溫度可以達到上千度，如果用水蒸汽的話，已經達到飽和，沒法再吸熱了，無法導出核燃料的產熱。
（2）水還啟到慢化中子的作用，將裂變產生的快中子慢化到熱中子，達到與鈾發生反應的能量截面。水蒸汽中水分子的密度太小，根本達不到這種目的
綜上所述，壓水堆中用水蒸氣是不可行，根本不靠譜。